Metoda pomiaru strumieni neutronów z reakcji syntezy w reaktorach termojądrowych poprzez detekcję neutronów opóźnionych z aktywacji materiałów rozszczepialnych. Projekt i budowa systemu pomiarowego
Loading...
DOI
Date
2018
Authors
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Thesis supervisors
Reviewers
Publisher
Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences
License Type
Creative commons license
Abstract
Pomiary neutronowe wykonywane przy urządzeniach służących do realizacji reakcji syntezy jądrowej deuter-deuter lub deuter-tryt w plazmie wysokotemperaturowej są jednymi z najważniejszych diagnostyk pozwalających na określanie parametrów plazmy i zachodzących w niej reakcji. Stwierdzenie to jest słuszne zarówno dla istniejących i budowanych tokamaków badawczych (np. JET, ITER), jak i dla przyszłościowych reaktorów komercyjnych, które będą służyć do produkcji energii elektrycznej. Te ostatnie będą wyposażane w minimalną, niezbędną liczbę urządzeń pomiarowych, wśród których dalej wiodącą rolę będą pełniły systemy detekcji neutronów. Z tego powodu są prowadzone intensywne badania nad rozwojem systemów do pomiarów neutronów, dedykowanych zwłaszcza dla dużych, czyli produkujących bardzo wysokie strumienie neutronów, urządzeń fuzyjnych.
Rejestracja bardzo wysokich częstości zliczeń neutronów stanowi dużą trudność pomiarową. Jednym ze sposobów ominięcia tego problemu może być pomiar pośredni: w wysokim strumieniu neutronów aktywuje się tarczę z materiału rozszczepialnego. W wyniku reakcji rozszczepienia pojawia się niewielka liczba tzw. neutronów opóźnionych. Zmierzony strumień neutronów opóźnionych można następnie wykorzystać do wyliczenia pierwotnego strumienia neutronów z plazmy.
W niniejszej pracy zostało przedstawione nowe podejście do metody pomiaru strumieni neutronów z reakcji syntezy termojądrowej poprzez detekcję neutronów opóźnionych. Zaproponowane rozwiązanie pozwala na rejestrację nie tylko ogólnej liczby emitowanych neutronów opóźnionych z zaaktywowanej tarczy, ale również na rejestrację krzywej ich zaniku w czasie. Wyznaczenie przebiegu krzywej zaniku strumienia neutronów opóźnionych pozwala na większą swobodę doboru parametrów do wyznaczenia strumienia neutronów generowanego w plazmie z lepszą precyzją.
Ogólnym celem niniejszej pracy było zaprojektowanie oraz budowa dedykowanego urządzenia do pomiaru wysokich strumieni neutronów prędkich, powyżej 107 n/cm2s, generowanych w plazmie wysokotemperaturowej (deuterowej lub deuterowo-trytowej), z wykorzystaniem metody aktywacyjnej z zastosowaniem tarcz z materiałów rozszczepialnych. W ramach pracy został zaprojektowany i wykonany układ pomiarowy oraz stanowisko pomiarowe, zoptymalizowane do rejestracji krzywej zaniku strumienia neutronów opóźnionych z rozszczepialnej tarczy aktywacyjnej.
Praca zawiera projekt, opis konstrukcji całego urządzenia, optymalizację jego parametrów pod kątem wyboru materiału rozszczepialnego stanowiącego tarczę aktywacyjną, ustalenia rodzaju i geometrii materiałów osłonowych stanowiska pomiarowego oraz typu, liczby i rozmieszczenia detektorów, a także propozycję systemu pomiarowego użytego do zliczania i wyznaczania krzywej zaniku neutronów opóźnionych. W celu optymalizacji układów posłużono się komputerowymi metodami obliczeniowymi wykorzystującymi kod Monte Carlo N-Particle (MCNP) Transport Code. Dla wybranych materiałów rozszczepialnych zostały zaproponowane kształty i rozmiary próbek, które
stanowią tarcze aktywacyjne. Do pomiaru neutronów opóźnionych z zaaktywowanej tarczy zaproponowano zestaw 12 detektorów helowych z kompletnym systemem elektroniki pomiarowej. Cały układ umieszczony jest w zoptymalizowanym układzie osłon zapewniających maksymalny stosunek sygnału do tła.
Skonstruowane urządzenie o akronimie DET-12 zostało przetestowane pod kątem poprawności działania. Została wykonana testowa kalibracja w warunkach laboratoryjnych przy użyciu źródła neutronowego 252Cf w celu oszacowania wydajności i progu detekcji urządzenia DET-12. Wykorzystano również modelowanie komputerowe dla poszerzenia zakresu testów, symulując warunki pracy urządzenia w polu neutronów charakterystycznym dla tokamaka. Dla urządzenia zostały także określone wymagania co do sposobu rejestracji danych pomiarowych (zliczeń w kanałach czasowych) oraz dalszego ich przetwarzania w celu wyliczenia wartości pierwotnych strumieni neutronów naświetlających tarcze z materiałami rozszczepialnymi.
Neutron measurements carried out at devices using nuclear deuterium-deuterium or deuterium-tritium fusion reactions in high-temperature plasma are one of the most important diagnostics allowing to determine plasma parameters and reactions occurring in it. This statement is valid for both: existing and constructed research tokamaks (e.g. JET, ITER) as well as for future commercial reactors that will be used to produce electricity. The last one will be equipped with the minimum, necessary number of measuring devices, among which neutron detection systems will play the leading role. For this reason, intensive research is being carried out on the development of neutron measurement systems, dedicated especially to large, producing very high neutron fluxes, fusion devices. The registration of very high frequencies of neutron counts is a great measurement difficulty. One of the ways to overcome this problem may be indirect measurement: the high neutron flux activates a target of fissile material. As a result of the fission reaction, a small number of so-called delayed neutrons is generated. The measured delayed neutron flux can then be used to calculate the original neutron flux from the plasma. This paper presents a new approach to the method of measuring neutron fluxes from thermonuclear fusion reactions by detecting delayed neutrons. The proposed solution allows the registration not only the total number of generated delayed neutrons from the activated target, but also the registration of their time decay curve. Determining the time decay curve delayed neutrons allows more freedom in selecting parameters for determining the neutron flux generated in the plasma with better precision. The aim of this work was to design and build a dedicated device for measuring high fast neutron fluxes (above 107 n/cm2s) generated in high-temperature plasma (deuterium or deuterium-tritium) using the activation method with the fissile targets. As part of the work, a measurement system and a measuring chamber were designed, optimized and made for the detection and recording the time decay curve of delayed neutrons from a fissionable activation targets. The work includes a design, description of the structure of the device, optimization of its parameters, selection of fissile materials constituting the activation targets, determining the type and geometry of shielding materials of the DET-12 device, number and arrangement of detectors, and the proposed measuring system used to count and determine of the decay curve delayed neutrons. In order to optimize the systems, computational methods using the Monte Carlo N-Particle code (MCNP) Transport Code were used. For selected fissile materials, shapes and sizes of samples have been proposed. For the measurement of delayed neutrons from the activated targets, a set of 12 helium detectors with specific electronics was proposed. The whole system is placed in an optimized shield system ensuring maximum signal to background ratio. The constructed device with the DET-12 acronym was tested for correct operation. The calibration test was carried out in laboratory conditions using a 252Cf neutron source to estimate the efficiency of DET-12 device and its measurement range. Computer modeling was also used to extend the scope of tests, simulating the working conditions of the device in the neutron field characteristic for the tokamaks. The device has also specified requirements for the method of recording measurement data (counts in time channels) and further processing in order to calculate the values of the original neutron fluxes irradiating targets with fissile materials.
Neutron measurements carried out at devices using nuclear deuterium-deuterium or deuterium-tritium fusion reactions in high-temperature plasma are one of the most important diagnostics allowing to determine plasma parameters and reactions occurring in it. This statement is valid for both: existing and constructed research tokamaks (e.g. JET, ITER) as well as for future commercial reactors that will be used to produce electricity. The last one will be equipped with the minimum, necessary number of measuring devices, among which neutron detection systems will play the leading role. For this reason, intensive research is being carried out on the development of neutron measurement systems, dedicated especially to large, producing very high neutron fluxes, fusion devices. The registration of very high frequencies of neutron counts is a great measurement difficulty. One of the ways to overcome this problem may be indirect measurement: the high neutron flux activates a target of fissile material. As a result of the fission reaction, a small number of so-called delayed neutrons is generated. The measured delayed neutron flux can then be used to calculate the original neutron flux from the plasma. This paper presents a new approach to the method of measuring neutron fluxes from thermonuclear fusion reactions by detecting delayed neutrons. The proposed solution allows the registration not only the total number of generated delayed neutrons from the activated target, but also the registration of their time decay curve. Determining the time decay curve delayed neutrons allows more freedom in selecting parameters for determining the neutron flux generated in the plasma with better precision. The aim of this work was to design and build a dedicated device for measuring high fast neutron fluxes (above 107 n/cm2s) generated in high-temperature plasma (deuterium or deuterium-tritium) using the activation method with the fissile targets. As part of the work, a measurement system and a measuring chamber were designed, optimized and made for the detection and recording the time decay curve of delayed neutrons from a fissionable activation targets. The work includes a design, description of the structure of the device, optimization of its parameters, selection of fissile materials constituting the activation targets, determining the type and geometry of shielding materials of the DET-12 device, number and arrangement of detectors, and the proposed measuring system used to count and determine of the decay curve delayed neutrons. In order to optimize the systems, computational methods using the Monte Carlo N-Particle code (MCNP) Transport Code were used. For selected fissile materials, shapes and sizes of samples have been proposed. For the measurement of delayed neutrons from the activated targets, a set of 12 helium detectors with specific electronics was proposed. The whole system is placed in an optimized shield system ensuring maximum signal to background ratio. The constructed device with the DET-12 acronym was tested for correct operation. The calibration test was carried out in laboratory conditions using a 252Cf neutron source to estimate the efficiency of DET-12 device and its measurement range. Computer modeling was also used to extend the scope of tests, simulating the working conditions of the device in the neutron field characteristic for the tokamaks. The device has also specified requirements for the method of recording measurement data (counts in time channels) and further processing in order to calculate the values of the original neutron fluxes irradiating targets with fissile materials.
Description
Keywords
Citation
Sponsorship:
Grantnumber:
License Type
Uznanie autorstwa 4.0 Międzynarodowe